Multiphysics coupling of neutronics/thermal-hydraulics models is essential for accurate modeling of nuclear reactor systems with physics feedback. In this work, SCALE/TRACE coupling is used for neutronic analysis and spent fuel validation of BWR assemblies, which have strong coolant feedback. 3D axial power profiles with coolant feedback are captured in these advanced simulations. The methodology is applied to two BWR assemblies (2F2DN23/SF98 and 2F2D1/F6), discharged from the Fukushima Daini-2 unit. Coupling is performed externally, where the SCALE/T5-DEPL module transfers axial power data in all axial nodes to TRACE, which in turn calculates the coolant density and temperature for each of these nodes. Within a burnup step, the data exchange process is repeated until convergence of all coupling parameters (axial power, coolant density, and coolant temperature) is observed. Analysis of axial power, criticality, and coolant properties at the assembly level is used to verify the coupling process. The 2F2D1/F6 benchmark seems to have insignificant void feedback compared to 2F2DN23/SF98 case, which experiences large power changes during operation. Spent fuel isotopic data are used to validate the coupling methodology, which demonstrated good results for uranium isotopes and satisfactory results for other actinides. This work has a major challenge of lack of documented data to build the coupled models (boundary conditions, control rod history, spatial location in the core, etc.), which encourages more advanced methods to approximate such missing data to achieve better modeling and simulation results.

中文翻译：

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中子/热工-液压耦合模拟的乏燃料同位素多物理场建模与验证

中子/热工液压模型的多物理场耦合对于具有物理反馈的核反应堆系统的精确建模至关重要。在这项工作中，SCALE / TRACE联轴器用于BWR组件的中子分析和乏燃料验证，这些组件具有强大的冷却剂反馈。这些高级仿真中捕获了带有冷却剂反馈的3D轴向功率曲线。该方法适用于从福岛第一核电站2号机组卸出的两个BWR组件（2F2DN23 / SF98和2F2D1 / F6）。耦合是在外部执行的，SCALE / T5-DEPL模块将所有轴向节点中的轴向功率数据传输到TRACE，TRACE依次计算这些节点中每个节点的冷却剂密度和温度。在燃耗步骤中，重复数据交换过程，直到所有耦合参数（轴向功率，冷却液密度，和冷却液温度）。在组装级别对轴向功率，临界度和冷却剂特性进行分析，以验证耦合过程。与2F2DN23 / SF98情况相比，2F2D1 / F6基准测试似乎没有微不足道的空隙反馈，后者在运行期间会发生较大的功率变化。乏燃料同位素数据用于验证耦合方法，该方法证明了铀同位素的良好结果和其他act系元素的令人满意的结果。这项工作面临的主要挑战是缺少建立关联模型（边界条件，控制棒历史记录，岩心中的空间位置等）的记录数据，这鼓励了更先进的方法来近似此类缺失数据，以实现更好的建模和仿真结果。装配级别的冷却剂特性用于验证耦合过程。与2F2DN23 / SF98情况相比，2F2D1 / F6基准测试似乎没有微不足道的空隙反馈，后者在运行期间会发生较大的功率变化。乏燃料同位素数据用于验证耦合方法，该方法证明了铀同位素的良好结果和其他act系元素的令人满意的结果。这项工作面临的主要挑战是缺少建立关联模型（边界条件，控制棒历史记录，岩心中的空间位置等）的记录数据，这鼓励了更先进的方法来近似此类缺失数据，以实现更好的建模和仿真结果。装配级别的冷却剂特性用于验证耦合过程。与2F2DN23 / SF98情况相比，2F2D1 / F6基准测试似乎没有微不足道的空隙反馈，后者在运行期间会发生较大的功率变化。乏燃料同位素数据用于验证耦合方法，该方法证明了铀同位素的良好结果和其他act系元素的令人满意的结果。这项工作面临的主要挑战是缺少建立关联模型（边界条件，控制棒历史记录，岩心中的空间位置等）的记录数据，这鼓励了更先进的方法来近似此类缺失数据，以实现更好的建模和仿真结果。在运行过程中会经历较大的功率变化。乏燃料同位素数据用于验证耦合方法，该方法证明了铀同位素的良好结果和其他act系元素的令人满意的结果。这项工作面临的主要挑战是缺少建立关联模型（边界条件，控制棒历史记录，岩心中的空间位置等）的记录数据，这鼓励了更先进的方法来近似此类缺失数据，以实现更好的建模和仿真结果。在运行过程中会经历较大的功率变化。乏燃料同位素数据用于验证耦合方法，该方法证明了铀同位素的良好结果和其他act系元素的令人满意的结果。这项工作面临的主要挑战是缺少建立关联模型（边界条件，控制棒历史记录，岩心中的空间位置等）的记录数据，这鼓励了更先进的方法来近似此类缺失数据，以实现更好的建模和仿真结果。